Surface modification of ZrC dispersion-strengthened W under low energy He plasma irradiation
ZrC dispersion-strengthened W exhibits high strength/ductility, low ductile-to-brittle transition temperature, and excellent thermal shock resistance, making it a promising candidate plasma-facing material for future fusion devices. In this study, surface modification of 0.5 wt.% ZrC dispersion-stre...
Збережено в:
| Автори: | , , , , , , , |
|---|---|
| Формат: | Artigo |
| Мова: | Inglês |
| Опубліковано: |
IOP Publishing
2024-01-01
|
| Серія: | Nuclear Fusion |
| Предмети: | |
| Онлайн доступ: | https://doi.org/10.1088/1741-4326/ad2f4c |
| Теги: |
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|